## Urania

## Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Beranda jurnal: http://jurnal.batan.go.id/index.php/urania/
OPTIMASI PARAMETER METODE PEMISAHAN RADIONUKLIDA 95 Zr DALAM  LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 /Al TERIRADIASI
Yanlinastuti 1 , Noviarty 1 , Iis Haryati 1 , Ariyanti Saputri 1 , Boybul 1 , Supardjo 1 , Erlina Noerpitasari 1 , Aslina Br. Ginting 1
1 Pusat Riset dan Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BRIN Kawasan PUSPIPTEK Serpong Gd. 20 Tangerang Selatan, Banten 15314 e-mail: yanlinastuti@batan.go.id
(Naskah diterima: 28 –09–2021, Naskah direvisi: 10–10–2021, Naskah disetujui: 24–10–2021)

## ABSTRAK
OPTIMASI  PARAMETER  METODE  PEMISAHAN  RADIONUKLIDA 95 Zr DALAM    LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 /Al TERIRADIASI . Radionuklida 95 Zr adalah salah satu radionuklida hasil  belah  pemancar  radiasi- γ  dan  berumur  paruh  pendek  sehingga  dapat  digunakan  sebagai indikator burn up . Dalam pelat elemen bakar U 3 Si 2 /Al teriradiasi terdapat beberapa radionuklida hasil belah yang  memancarkan  radiasi  α,  β  dan  γ sehingga  pada  saat  pengukuran  menggunakan spektrometri- γ, radionuklida ini saling  mengganggu mengakibatkan hasil pengukuran tidak akurat. Oleh  sebab  itu,  perlu  dilakukan  pemisahan 95 Zr  sehingga  pada  saat  pengukuran  dengan spektrometer- γ diperoleh hasil yang akurat. Tujuan penelitian ini untuk mendapatkan parameter yang optimum terhadap pemisahan 95 Zr dalam larutan pelat elemen bakar U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 teriradiasi dengan  metode  kolom  penukar  ion  menggunakan  resin  Dowex  1x-8Cl - diameter 100-200  mesh.  Parameter  optimum  yang  diperoleh  selanjutnya  digunakan  untuk  pemisahan 95 Zr dalam  larutan  pelat  elemen  bakar  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 teriradiasi.  Dari  hasil  penelitian diperoleh parameter optimum keasaman H 2 SO 4 pada umpan dengan konsentrasi 0,5 M, keasaman H 2 SO 4 untuk  elusi  konsentrasi  1,0  M  dengan recovery 98,20%.  Berat  resin  untuk  mengikat radionuklida 95 Zr sebanyak 2,0 g dengan recovery 78,76%; volum umpan yang dibutuhkan sebanyak 50 µL dengan recovery 96,90% dan kecepatan alir  sebesar 0,1 mL/menit dengan recovery 96,72%. Parameter  optimum  tersebut  digunakan  untuk  pemisahan  larutan  pelat  elemen  bakar  U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 teriradiasi dengan kode Bottom (B), Middle (M) dan Top (T). Hasil pengukuran didapat rerata recovery pemisahan 95 Zr masing-masing untuk kode B-1= 75,078%; B-2= 81,401%; M1=76,850%;  M-2=83,806%;  T-1=84,433%;  dan  T-2=81,728%  dengan  keberterimaan  nilai  CV repeatability lebih kecil dibandingkan dengan nilai CV Horwitz.
Kata kunci : kolom penukar ion, U 3 Si 2 /Al teriradiasi, radionuklida 95 Zr,  spectrometer- γ, uji Horwitz.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 27 No. 3 Tahun 2021) 143 – 156
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul,
Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)

## ABSTRACT
PARAMETER  OPTIMIZATION  IN  THE  SEPARATION  OF 95 Zr  RADIONUCLIDE  IN  IRADIATED U 3 Si 2 /Al FUEL ELEMENT PLATE SOLUTION. Radionuclide of 95 Zr is one of the γ-radiation emitter radionuclides  which  has  a  short  half-life  so  that  it  can  be  used  as  an  indicator  of  burn  up.  In  the irradiated U 3 Si 2 /Al fuel element plate there are several radionuclides of fission products emitting α, β and γ, and when measuring radiation using γ-spectrometry, these radionuclides may interfere with each other resulting in inaccurate measurement results. Therefore, it is necessary to separate 95 Zr for better accuracy in the measurement of γ-radiation with a γ-spectrometer. The purpose of this study was to obtain the optimum parameters for the separation of 95 Zr in U 3 Si 2 /Al fuel element plate solution by ion exchange column method using Dowex 1x-8Cl - resin of 100-200 mesh in diameter. The optimum parameters obtained were then used for the separation of 95 Zr in a solution of irradiated U 3 Si 2 /Al fuel element. It was found that the optimum parameter of acidity of H 2 SO 4 in the feed was a concentration of 0.5 M, and the acidity of H 2 SO 4 for elution was 1.0 M with a recovery of 98.20%. The weight of the resin to bind 95 Zr  radinuclide was 2.0 g with a recovery of 78.76%. The required feed volume was 50 µL with a recovery of 96.90% and the optimized flow rate was 0.1 mL/minute with a recovery of 96.72%. The optimum values were used for the separation of the  U 3 Si 2 /Al fuel element  plate  solution  irradiated  with  the  code  of  Bottom  (B),  Middle  (M)  and  Top  (T).  The measurement results show that the mean recovery of separation was 95 Zr for code B-1 = 75.078%; B-2=  81.401%;  M1=76,850%;  M-2=83.806%;  T-1=84.433%;  and  T-2  =  81.728%  with  the acceptability of the CV repeatability value smaller than the CV Horwitz value.
Keywords: ion exchange column, irradiated U 3 Si2/Al, 95 Zr radionuclide, γ-spectrometer, Horwitz test .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 27 No. 3 Tahun 2021) 143 – 156
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U3Si2/Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul,
Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)

## PENDAHULUAN
Penelitian pengembangan bahan bakar  nuklir  berupa  tipe  pelat  U 3 Si 2 /Al densitas  4,8  gU/cm 3 yang  disusun  berupa elemen bakar yang telah diradiasi di  Reaktor Serba  Guna  G.A.Siwabessy  (RSG-GAS) hingga burn  up 60%.  Bahan  bakar  nuklir U 3 Si 2 /Al    densitas  4,8  gU/cm 3 yang  telah dibuat  bertujuan  untuk  menggantikan  bahan bakar  U 3 Si 2 /Al  densitas  2,96  gU/cm 3 yang pembuatannya  sejak  tahun  1992  sampai sekarang  telah  digunakan  oleh  RSG-GAS hingga burn  up 56%.  Dengan  adanya peningkatan  densitas  uranium  dari  2,96 menjadi  4,8  gU/cm 3 diharapkan  dapat meningkatnya  kandungan  radionuklida 235 U yang  terdapat  dalam  dalam  bahan  bakar menjadi  lebih  tinggi,  dengan  demikian mengakibatkan  bertambahnya  siklus  dari pengoperasian  reaktor lebih lama, yang dapat mengurangi penggantian bahan bakar (refuelling) agar  lebih  efisiensi  dan  ekonomis dengan  meningkatnya  daur  bahan  bakar[1]. Dengan  adanya  pengaruh  iradiasi  terhadap unjuk  kerja  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  saat berlangsung  dalam  teras  RSG-GAS  sampai burn up 60% perlu dilakukan pengujian bahan bakar  teriradiasi  dengan  cara  tidak  merusak dan  merusak  di  dalam hotcell Instalasi Radiometalurgi  (IRM).  Hasil  uji  bahan  bakar teriradiasi  yang  dilakukan  secara  tidak merusak  menunjukkan  bahwa  kinerja  bahan bakar  tersebut  sangat  baik  karena  tidak diperoleh  adanya  cacat    dan    sifat  anomali pada bahan bakar tersebut[2],[3].  Sementara itu,  dari  uji  pasca  iradiasi  secara  merusak telah  dilakukan  analisis  fisikokimia  melalui pemisahan  radionuklida  hasil  belah  cesium dan uranium yang digunakan dalam perhitungan burn  up .  Besarnya burn  up pelat elemen bakar (PEB) U 3 Si 2 /Al densitas  4,8  gU/cm 3 diperoleh  sebesar 55,059 ± 0,998%[4]. Bahan bakar teriradiasi menghasilkan radionuklida hasil belah yang dapat digunakan sebagai indikator burn up dengan umur paruh (T 1/2 ) panjang dan pendek. Radionuklida yang mempunyai waktu paruh panjang diantaranya adalah 235 U, 239 Pu, 148 Nd, 137 Cs, 152 Eu, 90 Sr  dan 143 Ce,    sedangkan    radionuklida mempunyai  waktu  paruh  pendek  adalah 103 Ru, 95 Zr      dan 95 Nb[1],[5].  Pada  penelitian sebelumnya  telah  dilakukan  penghitungan burn up menggunakan radionuklida 137 Cs masing-masing waktu paruh 30,17 tahun dan
235 U waktu paruh
7,04x10 8 tahun  dan    diperoleh burn  up sebesar 55,059±0,998%[4]. Untuk melengkapi metode
pengembangan penentuan burn  up sebelumnya,  maka  pada penelitian  ini  dilakukan  penentuan burn  up berdasarkan hasil belah dengan waktu paruh pendek  menggunakan  radionuklida 95 Zr. Peneliti dari Chile C. Perteda, et.al penentuan burn  up menggunakan  radionuklida 95 Zr cukup  efisien  untuk  diterapkan    dan  sangat mudah pengukurannya dengan menggunakan  spektrometer  gamma[6],[7]. Dalam  larutan  pelat  elemen  bakar  teriradiasi mengandung  radionuklida  hasil  belah  yang berpengaruh  saat  pengukuran  berlangsung. Berdasarkan  hal  tersebut,  perlu  dilakukan pemisahan radionuklida 95 Zr dari radionuklida hasil belah yang terdapat dalam larutan  PEB U 3 Si 2 /Al  teriradiasi.  Pemisahan  dilakukan menggunakan  kolom  penukar  ion  dengan resin dowex.
Metode  kolom  penukar  ion  untuk pemisahan  zirkonium  mempunyai  beberapa kelebihan    diantaranya  lebih  sederhana  jika dibandingkan  dengan  cara  lainnya,  bisa memisahkan unsur dengan konsentrasi rendah (trace  element) serta  menghasilkan limbah  dalam  jumlah    sedikit[8].  Resin penukar ion yang digunakan berupa campuran  senyawa  kimia  ionik,  dimana proses  pemisahannya  terjadi  berdasarkan besar kapasitas penukar ion. Kekuatan  resin pada  pertukaran  ion  seimbang  dengan banyaknya gugus aktif yang terikat pada resin. Resin  Dowex  yang  digunakan  berbentuk bahan  organik  yang  sulit  larut  dan  berisikan kumpulan  berbentuk  polimer  hidrokarbon (Res-N + -(CH 3 ) 3 sebagaimana yang ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar 1. Komposisi  unsur  resin  penukar anion-Cl[9].
Dalam larutan mengandung gugus fungsional berisi  ion  yang  dapat  dipertukarkan  dengan ion lainnya. Resin penukaran anion
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 27 No. 3 Tahun 2021) 143 – 156
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul, Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)
mempunyai  gugus  amine  yang  mengandung ion  khlorida  (Cl - )  atau  ion  hidroksil  (OH - )[9]. Metode  yang  digunakan  dalam  pemisahan 95 Zr adalah kolom penukar anion dengan resin Dowex yang terdiri dari 2 (dua) bentuk umpan. Umpan pertama adalah larutan Zr-sulfat yang dimasukkan  ke  dalam  kolom  pertama  dan umpan kedua adalah jenis resin Dowex 1x8Cl sebagai  fase  diam. Resin  Dowex  1-X8Cl - merupakan  jenis  resin  basa  kuat  yang mempunyai    gugus  aktif  berlandaskan polystyrene  dengan  matriks  R-CH 2 N + (CH 3 ) 3 (resin  trimethyl  alkyl  atau  benzyl  ammonium type 1)bermuatan Cl yang  berupa bola[8,10]. Berdasarkan  pustaka[8,10]  pemilihan  umpan
dalam  bentuk  Zr-sulfat  karena  mempunyai faktor  pemisah  atau  koefisien  distribusi  (Kd) yaitu 7 dibandingkan dalam bentuk Zr-khlorida yang mempunyai faktor pisah 1,5. Selanjutnya Zr-sulfat  lebih  konstan  dan  tidak  mudah mengalami  perubahan  dibandingkan  dengan Zr-Cl.  Untuk  mendapatkan  Zr(SO 4 ) 3 -2 perlu dilakukan pembuatan zirkonium dalam larutan H 2 SO 4 untuk  menghasilkan  Zr(SO 4 ) 2 .4H 2 O, agar  zirkonium  dapat  dipertukarkan  dengan resin penukar anion diperlihatkan pada reaksi yang ditunjukkan pada persamaan 1. Selanjutnya, komplek tersebut dielusi menggunakan  H2SO 4 berdasarkan  reaksi pada persamaan 2.
2R-CH 2 N + (CH 3 ) 3 OH - + Zr(SO 4 ) 3 -2 [R-CH 2 N + (CH 3 ) 3 ] 2 Zr(SO4) 3 -2 + 2OH - (1)
[R-CH 2 N + (CH 3 ) 3 ] 2 Zr(SO 4 ) 3 -2 + H 2 SO 4 [R-CH 2 N + (CH 3 ) 3 ] 2 SO 4 -2 + Zr (SO4) 3 -2 + 2H + (2)
Zirkonium  yang  dibuat  berbentuk anion  kompleks  berupa  ZrO(SO 4 ) 2 -2 atau Zr(SO 4 ) 3 -2 atau  dalam  bentuk  anion  lainnya.
Resin Dowex 1-x8 dapat mengikat lebih kuat terhadap zirkonium anion kompleks, sehingga zirkonium  secara  mudah  dapat  terpisah dengan cara elusi yang lebih tinggi menggunakan konsentrasi  H 2 SO 4 [10].  Hasil penelitian  sebelumnya[12]  telah  diperoleh optimasi  parameter    keasaman  umpan  3M, berat  resin  1,5  g  diperuntukan  mengikat radionuklida 95 Zr, kecepatan alir 0,5 mL/menit dan  keasaman  elusi    yang  digunakan  untuk melepaskan  radionuklida  terikat  pada  resin, pemisahan  zirkonium  dalam  larutan  PEB U 3 Si 2 /Al  densitas  2,96  gU/cm 3 pra  iradiasi yang  dan  pengukurannya  menggunakan spektrofotometri UV-Vis. Pada penelitian lebih lanjut  digunakan  larutan  umpan  dari  PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 teriradiasi yang banyak menghasilkan radionuklida- radionuklida, radionuklida 95 Zr salah satunya, radionuklida tersebut dapat dilakukan pengukurannya menggunakan beberapa peralatan diantaranya ICP-MS dan spektrometer  gamma,  berhubung  di  Instalasi Radiometalurgi  belum  mempunyai  peralatan tersebut,  sehingga  untuk  pengukurannya menggunakan spektrometer gamma.
Pemisahan    radionuklida 95 Zr  dari radionuklida  hasil belah yang terdapat dalam bahan bakar setelah di iradiasi diawali dengan menentukan beberapa parameter pemisahan. Parameter  pemisahan  yang  digunakan  pada larutan potongan PEB U 3 Si 2 /Al  bagian Bottom yaitu dengan jumlah umpan bervariasi mulai
50;  75;  100  dan  150  µL  dalam  bentuk  sulfat konsentrasi 0,0; 0,5; 1,0; 2,0; dan 3,0 M yang dialirkan  pada  kolom  penukar  anion  dengan kecepatan  alir  dari  0,1;  0,3;  0,5  dan 0,9  mL/menit.  Radionuklida 95 Zr  yang  terikat pada resin, selanjutnya dielusi menggunakan H 2 SO 4 dengan  konsentrasi  keasaman  1,0;
2,0;  3,0  dan  4,0  M,  dilanjutkan  dengan  berat resin 0,5; 1,0; 1,5; 2,0 dan 2,5 g sebagai fasa diam, pengukurannya menggunakan spektrometer gamma. Spesifikasi alat spektrometer gamma Merk Canberra dengan program  Genie  2000  dan  detektor  HPGe. Hasil pengukuran radionuklida 95 Zr menggunakan spektrometer gamma diperoleh spektrum yang selanjutnya dapat mengetahui parameter optimum pemisahan 95 Zr menggunakan kolom penukar anion.
Hasil  penelitian ini diharapkan dapat bermanfaat  dalam  pengembangan  metode, terutama pada pemisahan setelah mendapatkan
optimasi parameter radionuklida 95 Zr  yang  digunakan  dalam larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 teriradiasi  dengan  cara  kolom  penukar  ion menggunakan resin Dowex. Pengukuran dan penentuan  berat  radionuklida 95 Zr  dalam larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  tersebut  dilakukan dengan  menggunakan  spektrometer  gamma. Dari  berat  radionuklida 95 Zr  yang  diperoleh pada  energi  tertentu  selanjutnya  dilakukan perhitungan  presisi.  Presisi  adalah  ukuran yang  menunjukkan  derajat  kesesuaian  hasil uji  yang  diperoleh  dari  beberapa  kali pengulangan pengukuran ( Repeatability ). Repeatability adalah  nilai  ketepatan  yang
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul, Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)
didapat  jika  seluruh  pengukuran  dihasilkan dalam  analis  pada  satu  periode  tertentu, menggunakan  sampel  yang  sama  dan peralatan  yang  sama  dalam  laboratorium yang sama. Pengulangan pengukran disiapkan  sampel  yang  sama  dan  homogen dilakukan pengujian beberapa kali. Pengulangan  pengukuran  diukur  dengan menghitung Relative Standard Deviation atau simpangan  baku  relatif  (RSD)  dari  beberapa pengulangan  sampel  yang  dilakukan.  Dari nilai simpangan baku tersebut dapat dihitung nilai  koefisien  variannya  (CV).  Nilai  CV  yang diperoleh  dari  ulangan  pengujian  sampel (RSD) dibandingkan dengan CV Horwitz dan CV Repeatibility berdasarkan  persamaan (2)(3) dan (4)[13],[14].
CV(RSD)  = 𝑅𝑆𝐷 = SD Xr 𝑥 100 .(2)
SD  merupakan  standar  deviasi  kandungan sampel  yang  diperoleh  dari  pengulangan percobaan  dan  Xr  adalah  rerata recovery radionuklida pengulangan percobaan. Perhitungan  CV  Horwitz  dilakukan  dengan menggunakan persamaan (3).
CV Horwitz = 2 1-0,5 log C (3)
C  menunjukkan recovery rerata  radionuklida 95 Zr  dari  beberapa  kali  pengulangan.  Syarat keberterimaan  dalam  pengukuran  dilakukan dengan  mengetahui  nilai  CV Repeatability yang didapat harus lebih kecil dari 1/2  nilai CV Horwitz  dengan  persamaan  (4)  sebagai berikut.
CV Repeatability < 1/2 CV Horwitz               (4)

## METODOLOGI
Bahan  menggunakan  larutan  hasil pelarutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 teriradiasi  potongan  bagian Bottom (B), Middle (M) dan Top (T), resin Dowex1-x8-Cl - sebagai penukar anion dengan diameter  100- 200  mesh, larutan H 2 SO 4 pekat 97%, larutan H 2 SO 4 dengan  konsentrasi  0,5  sampai dengan  4,0  M.  Peralatan  yang  digunakan adalah  kolom  kromatografi  diameter  0,9  cm dengan  tinggi  10  cm,  neraca  analitik,  pipet volume,  mikro  pipet  dan  Spektrometer gamma.
Preparasi  sampel  diawali  dengan memipet  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al    potongan Bottom (B), Middle (M) dan Top (T) sebanyak
1  mL  kemudian  diencerkan  menjadi  20  mL dan  selanjutnya  dipipet  kembali  sebanyak 50 µl dan ditambahkan 2 ml air bebas mineral (ABM).  Sebelum  melakukan  pengukuran radionuklida 95 Zr  terlebih  dahulu  dilakukan kalibrasi energi spektrometer gamma menggunakan  standar 152 Eu pada  rentang energi 121,78 hingga 1408,01 keV. Spektrum yang  diperoleh pada  rentang  energi  121,78 hingga 1408,01 keV digunakan untuk menentukan  efisiensi  detektor.  Optimasi parameter     meliputi variasi keasaman umpan pada 0,0; 0,5; 1,0; 2,0; dan 3,0 M, keasaman elusi  pada  proses  pemisahan  dilakukan dengan  konsentrasi  1,0;  2,0;  3,0  dan  4,0  M, larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 potongan bagian Bottom (B),  sebagai umpan mulai  50;  75;  100  dan  150  µL,  resin  Dowex 1x8  variasi  berat  0,5;  1,0;  1,5;  2,0  dan  2,5  g dan laju alir umpan dari kolom mulai dari 0,1; 0,3;  0,5  dan  0,9  mL/menit.  Resin  dowex  1x8 seberat  1,5  g  dimasukkan  ke  dalam  kolom, kemudian dimasukkan larutan yang mengandung  zirkonium  100  µL,  dialirkan dengan kecepatan 0,5
mL/menit. Radionuklida 95 Zr  terikat pada resin kemudian dikeluarkan  dengan  larutan  H 2 SO 4 1M, selanjutnya  dialirkan  dengan  kecepatan  0,5 mL/menit  hingga  habis.  Efluen  radionuklida 95 Zr  yang  keluar  dari  kolom  dianalisis menggunakan  spektometri  gamma.  Hasil optimasi  parameter  selanjutnya    digunakan untuk  pemisahan  radionuklida 95 Zr  dalam larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 teriradiasi    dengan  kode Bottom (B), Middle (M) dan Top (T),  menggunakan  parameter optimum  yang  diperoleh  yaitu  larutan  umpan sebanyak 50 µL ditambahkan dengan 2,0 mL H 2 SO 4 0,5M,  kemudian dimasukkan ke dalam kolom  yang  berisi  resin  seberat  2,0  g,  dan dialirkan  dengan  kecepatan  0,1  mL/menit, setiap  sampel  dilakukan  pemisahan  masing- masing  sebanyak  4  (empat)  kali  pengulang. Radionuklida 95 Zr  yang  terikat  dengan  resin, kemudian dielusi menggunakan larutan H 2 SO 4 1,0  M  masing-masing  sebanyak  2  ml secara berulang. Efluen hasil elusi ditampung kemudian  dipanaskan  hingga  volume  2  mL, dan diukur menggunakan spektrometer gamma  selama  10000  detik.  Presisi  dihitung berdasarkan hasil pengukuran yang berulang dengan 4 (empat) kali pemisahan,  kemudian dievaluasi  sehingga  didapat  nilai  relatif standar  deviasinya  (RSD)  nilai  CV  Horwitz dan  CV Repeatability mengikuti  persamaan (2),(3) dan (4).
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 27 No. 3 Tahun 2021) 143 – 156
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul,
Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Pemisahan 95 Zr  dengan  cara  kolom penukar ion menggunakan resin dowex 1x8Cl - dalam  larutan  umpan    PEB  U 3 Si 2 /Al  telah diperoleh  dan  efluen  yang  dihasilkan  dapat ditunjukkan pada Gambar 2 dan 3. . Hasil  kalibrasi  energi  menggunakan standar  radionuklida 152 Eu  dapat  dilihat  pada Gambar  4.  Dari  Gambar  4  membuktikan bahwa  spektrum  standar 152 Eu  mempunyai beberapa energi dimulai dari 121,78; 244,70;
344,28; 778,90; 964,08; 1085,86; 1112,08 dan 1408,01  keV.  Berdasarkan  kalibrasi  energi dan effesiensi detektor dilakukan pengukuran radionuklida 95 Zr pada energi 724,2 keV.
Dari  hasil  kalibrasi  energi  terhadap standar  Eu-152  digunakan  untuk  penentuan efisiensi radionuklida 95 Zr pada energi  724,2 keV  dan  diperoleh  efisiensinya  sebesar 0,0021, untuk mengetahui kandungan radionuklida 95 Zr didalam larutan bahan bakar dapat menggunakan efisiensi tersebut.
Gambar 2. Larutan PEB U 3 Si 2 /Al teriradiasi dengan kode B, M dan T
Gambar 3. Teknik pemisahan penukaran ion menggunakan resin Dowex
.
Energi (keV)
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul, Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)
Hasil optimasi parameter untuk pemisahan 95 Zr  dalam  larutan  teriradiasi terhadap  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8 gU/cm 3 menggunakan  larutan    H 2 SO 4 yang bervariasi  dalam  umpan,  keasaman eluen untuk  pengelusi,  berat  resin,   volume  umpan dan kecepatan alir diuraikan sebagai berikut.

## 1.  Pengaruh keasaman dalam umpan
Hasil  pengukuran  radionuklida 95 Zr dengan variasi konsentrasi keasaman H 2 SO 4 terhadap  berat  radionuklida 95 Zr  dapat ditunjukan pada Gambar 5.
Gambar 5. Pengaruh keasaman
H 2 SO 4 terhadap berat radionuklida 95 Zr
Gambar  5  membuktikan  bahwa    hubungan antara  berat  radionuklida 95 Zr    terhadap keasaman  umpan  dengan  variasi,  0,0;  0,5; 1,0;  2,0  dan  3,0M.    Berat    radionuklida 95 Zr yang  diperoleh  dengan  variasi  keasaman umpan dapat ditunjukkan  pada Tabel 1.
Tabel 1.  Evaluasi  hasil  pengukuran  dengan berat radionuklida 95 Zr variasi keasaman umpan Variasi keasaman
H 2 SO 4 (M) Cps Aktivitas (Bq) Berat radionuklida (µg/g) 0,0 0,245  272,753 7,609E-09 0,5 0,272  303,084 8,331E-09 1,0 0,261  291,264 8,166E-09 2,0 0,264  294,609 8,186E-09 3,0 0,252  281,005 7,910E-09
Tabel  1  menunjukkan  bahwa  keasaman umpan  H 2 SO 4 dapat  mempengaruhi  berat radionuklida 95 Zr.  Keasaman  yang  optimum terjadi pada H 2 SO 4 konsentrasi 0,5M dengan berat radionuklida 95 Zr yang diperoleh sebesar
8,331E-09 µg/g. Kandungan radionuklida 95 Zr semakin  menurun  yang  disebabkan  karena adanya  peningkatan  konsentrasi  keasaman. Hal  ini  disebabkan  dengan  bertambahnya keasaman,  radionuklida 95 Zr  tidak  dapat terikat    dengan  sempurna  dalam  senyawa Zr(SO 4 ) 3 -2 sehingga  dengan  bertambahnya keasaman tidak
memberikan hasil pengukuran  radionuklida 95 Zr  yang  lebih berarti.
2.  Pengaruh keasaman eluen untuk pengelusi
Pengaruh  keasaman  eluen  H 2 SO 4 variasi  untuk  elusi  hasil  pemisahan  terhadap recovery radionuklida 95 Zr  ditunjukkan  pada Gambar 6.
Gambar 6. Pengaruh keasaman eluen H 2 SO 4 terhadap recovery radionuklida
95 Zr
Gambar  6  menunjukkan  hubungan  antara keasaman  eluen  untuk  elusi  menggunakan H 2 SO 4 variasi 1,0; 2,0; 3,0 dan 4,0 M dengan recovery radionuklida 95 Zr.  Hasil  pengukuran diperoleh recovery radionuklida 95 Zr disajikan pada Tabel 2.
Tabel  2.  Evaluasi  hasil  pengukuran  dengan nilai recovery radionuklida 95 Zr variasi keasaman elusi
Variasi keasaman elusi H 2 SO 4 (M) Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 1,0 8,275E-09  8,125E-09 98,20 2,0 8,285E-09  6,345E-09 76,58 3,0 7,894E-09  5,721E-09 72,47 4,0 7,996E-09  5,670E-09 70,91
7.4E-09 7.6E-09 7.8E-09 8.0E-09 8.2E-09 8.4E-09 0 2 4 B e ra t 95 Zr (µg/g ) Keasaman Umpan H 2 SO 4 (M) 0 20 40 60 80 100 120 0 2 4 6 Rec ov ery Is oto p 95 Z r (%) Keasaman Elusi H2SO4 (M)
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 27 No. 3 Tahun 2021) 143 – 156
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul,
Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)
Tabel 2 menunjukkan bahwa keasaman elusi pada  resin  sangat  berpengaruh  terhadap besarnya  pemungutan 95 Zr recovery yang optimal  diperoleh  pada  keasaman  elusi  1  M dengan recovery sebesar  98,20%.  Semakin tinggi  keasaman  H 2 SO 4 untuk  pengelusi diperoleh  berat  radionuklida 95 Zr  semakin menurun, hal ini disebabkan karena kesetimbangan  keasaman  dalam  resin  tidak dapat  melepaskan  radionuklida 95 Zr  dengan sempurna,  hal  ini  disebabkan  kemungkinan resin  yang  digunakan  seberat  2  g,  dengan demikan  bila  konsentrasi  keasaman  eluen untuk  elusi  dinaikkan  resin  tidak  dapat mengikat radionuklida 95 Zr, sedangkan keasaman  yang  lebih  kecil  dari  1,0  M  tidak dilakukan dalam percobaan ini.

## 3.  Pengaruh berat resin
Pengaruh  jumlah  resin  Dowex  1-x8 yang  digunakan  untuk  mengikat  radionuklida 95 Zr pada pemisahan  menggunakan panjang kolom 10 cm berdiameter 0,9 cm ditunjukkan pada Gambar 7.
Gambar 7. Hubungan  berat  resin  terhadap recovery radionuklida 95 Zr
Gambar  7  menunjukkan  pengaruh  variasi resin  seberat    0,5;  1,0;  1,5;  2,0  dan  2,5  g dengan recovery radionuklida 95 Zr.    Berat resin  yang  digunakan  sangat  mempengaruhi recovery pemungutan radionuklida 95 Zr ditunjukkan pada Tabel 3. Tabel 3 menunjukkan  bahwa  semakin  bertambah berat  resin  yang  digunakan,  semakin  besar recovery 95 Zr yang diperoleh  hingga  berat resin  2,0  g  dengan recovery 78,76% menggunakan  diameter  kolom  9  mm  dan panjang  10  cm.  Jika  berat  resin  bertambah
menjadi 2,5 g diperoleh recovery 95 Zr semakin menurun  yaitu  sebesar  72,79%.  Dengan demikian  resin  tidak  dapat  melepaskan radionuklida 95 Zr  secara  maksimal,  sehingga ada  batasan  berat  resin  yang  mengikat radionuklida 95 Zr.
Tabel  3.  Evaluasi  hasil  pengukuran  dengan nilai recovery radionuklida 95 Zr variasi berat resin Berat resin (g) Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 0,5 8,633E-09  2,590E-09 30,00 1,0 7,901E-09  3,671E-09 46,46 1,5 7,374E-09  4,400E-09 59,66 2,0 6,989E-09  5,504E-09 78,76 2,5 8,436E-09  6,141E-09 72,79

## 4.  Pengaruh volume umpan
Dalam penelitian volume umpan yang digunakan  dengan  variasi    50;  75;  100;  dan 150  µL  dengan  berat  resin  2,0  g  sangat berpengaruh terhadap pemisahan radionuklida 95 Zr. Hasil
pemisahan radionuklida 95 Zr  dengan  variasi  volume umpan  diperoleh recovery pemisahan 95 Zr berturut-turut sebesar 96,90; 60,71; 78,76 dan 79,90% seperti ditunjukkan pada Gambar 8.
Gambar 8.  Hubungan pengaruh volume umpan terhadap recovery pemisahan 95 Zr 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 0 1 2 3 Rec ov ery Is oto p 95 Z r (%) Berat Resin (g) 50 60 70 80 90 100 0 100 200 Rec ov ery Is oto p 95 Z r (%)
Volume Umpan (µL)
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul, Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)
Gambar 8 menunjukkan bahwa umpan dapat mempengaruhi  radionuklida 95 Zr,  dari  hasil diperoleh bahwa volume umpan yang baik 50 µL dengan recovery pemisahan 95 Zr sebesar 96,90  %  dan  kecepatan  alir  0,1  mL/menit. Kelebihan  volume  umpan  hingga  75  µL berakibat pada penurunan recovery pemisahan 95 Zr  hingga  60  %.  Namun demikikian, meningkatnya volume umpan 100 µL  hingga  150  µL  menyebabkan  terjadinya peningkatan recovery 78,76% hingga 79,90%. Hal ini menunjukkan bahwa resin dowex yang digunakan telah mengalami kejenuhan. Molekul  resin  bebas  yang  telah  mengalami kejenuhan  akan  membentuk  ion  kompleks 95 Zr-resin, sehingga menurunkan penyerapan 95 Zr  oleh  resin.  Pengaruh  variasi  volume umpan  terhadap recovery pemisahan 95 Zr ditunjukkan pada Tabel 4.
Tabel 4.  Evaluasi  hasil  pengukuran  dengan nilai recovery radionuklida 95 Zr variasi volume umpan Volume sampel (µL) Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 50 8,058E-09  7,808E-09 96,90 75 9,454E-09  5,740E-09 60,71 100 6,989E-09  5,504E-09 78,76 150 4,121E-09  3,293E-09 79,90

## 5.  Pengaruh kecepatan alir
Kecepatan  alir  dari  kolom  sangat berpengaruh dalam proses pemisahan radionuklida 95 Zr.  Tampak  variasi  kecepatan alir  0,1;  0,3;  0,5;  dan  0,9  mL/menit  terhadap recovery hasil  pemisahan 95 Zr  ditampilkan pada  Gambar  9.  Gambar  9  menunjukkan hubungan antara pengaruh variasi kecepatan laju  alir  dengan recovery pemisahan 95 Zr. Variasi  kecepatan  laju  alir  sangat  penting dalam  pemisahan 95 Zr  menggunakan  resin dowex.  Gambar  9  menunjukkan  bahwa semakin  tinggi  kecepatan  alir  diperoleh recovery pemisahan 95 Zr  semakin  menurun. Kesetimbangan  reaksi  optimal  terjadi  pada kecepatan  alir  yang  sangat  lambat  yaitu  0,1 mL/menit  dengan recovery sebesar 96,72%. Bila kecepatan alir ditingkatkan menyebabkan resin dowex tidak dapat melepaskan radionuklida 95 Zr  secara  baik.  Semakin
meningkat  kecepatan  alir  semakin  sedikit radionuklida 95 Zr yang terlepas dari resin yang ditunjukkan  dengan  menurunnya recovery pemisahan 95 Zr dari 96,72% menjadi 84,00 % dan  menurun  terus  hingga  63,20%  seperti ditunjukkan  pada  Tabel  5.  Fenomena  ini menunjukkan  bahwa  batas  optimum  berat resin  dan  kecepatan  alir  yang  digunakan untuk  pelepasan  radionuklida 95 Zr  dari  resin secara maksimum
Gambar 9.  Hubungan pengaruh variasi kecepatan alir terhadap recovery pemisahan 95 Zr
Tabel  5.  Evaluasi  hasil  pengukuran  dengan nilai recovery radionuklida 95 Zr variasi kecepatan alir Kecepatan alir (mL/menit) Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 0,1 7,698E-09  7,445E-09 96,72 0,3 9,600E-09  8,064E-09 84,00 0,5 9,332E-09  6,035E-09 64,67 0,9 7,808E-09  4,935E-09 63,20
Parameter  optimum  yang  diperoleh  meliputi keasaman  dalam  umpan,  keasaman  eluen untuk  pengelusi,  berat  resin,  volume  umpan dan  kecepatan  alir  selanjutnya  digunakan untuk  pemisahan  radionuklida 95 Zr  di  dalam larutan  bahan  bakar  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca iradiasi dengan kode Bottom (B), Middle (M) dan Top (T).  Spektrum  hasil  pengukuran radionuklida 95 Zr menggunakan  spektrometer gamma  sebelum  dan  sesudah  pemisahan yang ditampilkan pada  Gambar 10 dan 11.
40 60 80 100 0 0.5 1 Rec ov ery Is oto p 95 Z r (%)
Kecepatan Alir (mL/menit)
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 27 No. 3 Tahun 2021) 143 – 156
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul,
Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)
Gambar 10.  Spektrum  radionuklida 95 Zr  sebelum  pemisahan  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca iradiasi
Gambar 11. Spektrum radionuklida 95 Zr setelah pemisahan dalam larutan PEB U 3 Si 2 /Al teriradiasi
Gambar  10  dan  11  menunjukkan  bahwa radionuklida 95 Zr mempunyai 2 (dua)
spektrum  yaitu  masing-masing  pada  energi 724,2  dan  756,7  keV.  Besarnya  berat radionuklida 95 Zr dalam bahan bakar U 3 Si 2 /Al teriradiasi  bagian Bottom (B) , Middle (M) serta Top (T)  dievalusi  hanya  pada  energi  724,2 keV,  karena  radionuklida 95 Zr  pada  energi 724,2  keV  mempunyai fission  yield 0,437% lebih  kecil  dibandingkan  pada  energi  756,7 keV  sebesar  0,553%,  namun  memberikan hasil pencacahan yang lebih besar dan stabil bila dilakukan pengukuran dengan waktu yang tidak  terlalu  lama.  Berat  radionuklida 95 Zr dalam larutan bahan bakar U 3 Si 2 /Al teriradiasi iradiasi bagian Bottom (B) , Middle (M) dan Top (T) sebelum dan setelah pemisahan dengan 4
(empat)  kali  pengulangan  ditunjukkan  pada Tabel 6 hingga 8.
Tabel  6a.  Data  berat  radionuklida 95 Zr  pada energi  724,2  keV    dalam  efluen Bottom (B1) No Kode sampel Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 1 B1-1 8,430E-09  6,302E-09 74,760 2 B1-2 7,901E-09  6,178E-09 78,196 3 B1-3 9,193E-09  6,933E-09 75,411 4 B1-4 9,326E-09  6,710E-09 71,946 Rerata  75,078
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul, Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)
Tabel  6b.  Data  berat  radionuklida 95 Zr  pada energi  724,2  keV  dalam  efluen
Bottom (B2) No Kode sampel Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 1 B2-1 3,636E-09  2,552E-09 70,179 2 B2-2 3,766E-09  2,993E-09 79,483 3 B2-3 3,296E-09  3,200E-09 97,087 4 B2-4 4,304E-09  3,394E-09 78,857 Rerata  81,401
Tabel 7a. Data  berat  radionuklida 95 Zr  pada energi 724,2 keV dalam efluen Top (T-1) No Kode sampel Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 1 T1-1 7,700E-10  6,099E-10 79,200 2 T1-2 8,719E-10  6,303E-10 72,289 3 T1-3 6,316E-10  5,970E-10 94,527 4 T1-4 8,310E-10  7,621E-10 91,714 Rerata  84,433 Tabel 7b.  Data hasil pengukuran radionuklida 95 Zr  pada  energi
724,2 keV dalam efluen Top (T-2) No Kode sampel Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 1 T2-1 8,856E-10  7,069E-10 79,820 2 T2-2 1,014E-09  7,707E-10 76,000 3 T2-3 8,239E-10  7,456E-10 90,494 4 T2-4 8,404E-10  6,773E-10 80,597 Rerata  81,728 Tabel  8a.  Data  berat  radionuklida 95 Zr  pada energi  724,2  keV  dalam  efluen
Middle (M-1) No Kode sampel Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 1 M1-1 4,484E-09  3,462E-09 77,203 2 M1-2 4,675E-09  3,479E-09 74,400 3 M1-3 4,440E-09  3,347E-09 75,385 4 M1-4 4,578E-09  3,681E-09 80,411 Rerata  76,850
Tabel 8b.  Data  berat  radionuklida 95 Zr  pada energi  724,2  keV  dalam  efluen Middle (M-2) No Kode sampel Berat radionuklida (µg/g) Recovery (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 1 M2-1 5,988E-09  4,519E-09 75,470 2 M2-2 5,634E-09  4,237E-09 75,205 3 M2-3 4,893E-09  4,712E-09 96,301 4 M2-4 5,027E-09  4,437E-09 88,250 Rerata  83,806
Pada  Tabel  6  sampai  dengan  8 diperoleh berat radionuklida 95 Zr pada larutan efluen PEB U 3 Si 2 /Al teriradiasi masing-masing untuk  potongan Bottom , Middle dan Top dengan recovery pemisahan yang bervariasi. Pemisahan  radionuklida 95 Zr pada  energi 724,2 keV dengan metode kolom penukar ion menggunakan  resin    diperoleh    r ecovery masing-masing      untuk      potongan      dengan kode B-1=75,078%, B-2=81,401%,
T-1=84,433%;  T-2=81,724%,  M-1=76,850%; dan  M-2=  83,806%.  Perbedaan recovery pemisahan  disebabkan  karena  berat  sampel dari  masing-masing  pengukuran  berbeda sehingga pada saat pemisahan menggunakan resin, berat radionuklida 95 Zr yang terikat juga bervariasi.  Pada  proses  elusi,  radionuklida 95 Zr  dalam  resin  tersebut  tidak  dapat  lepas dengan  sempurna,  sehingga  mempengaruhi hasil pengukuran yang menyebabkan recovery dari radionuklida 95 Zr bervariasi. Berat  radionuklida 95 Zr  pada  larutan efluen PEB U 3 Si 2 /Al teriradiasi untuk potongan Bottom , Middle dan Top selanjutnya dievaluasi untuk mengetahui presisi pengukuran.  Perhitungan  presisi  dilakukan dari  beberapa  pengulangan  pengukuran dengan  menghitung  uji  CV  Horwitz    dan  CV Repeatability menggunakan  persamaan  (2),
(3)  dan  (4).  Data  presisi  pengukuran radionuklida 95 Zr  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al pasca  iradiasi  potongan  bagian Bottom , Middle dan Top ditunjukkan pada Tabel 9. Dari Tabel 9 diketahui bahwa nilai CV Repeatability masing-masing  pengukuran  radionuklida 95 Zr dengan  4  (empat)  kali  pengulangan  masih dalam kriteria keberterimaan. Hal ini dibuktikan dengan nilai CV Repeatability yang diperoleh  lebih  kecil  dari  1/2  dari  nilai  CV Horwitz dan semakin kecil nilai CV Repeatability menunjukkan keberulangan pengukuran menjadi semakin baik.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 27 No. 3 Tahun 2021) 143 – 156
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul,
Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)
Tabel 9. Data radionuklida 95 Zr dalam larutan PEB U 3 Si 2 /Al terhadap presisi pengukuran No Kode sampel Rerata recovery radionuklida 95 Zr (%) SD RSD (%) CV Horwitz CV Repeatability 1 B-1 75,078 2,565 3,417 1,044 0,522 2 B-2 81,401 11,287 13,865 1,031 0,516 3 M-1 76,850 2,643 3,439 1,040 0,520 4 M-2 83,806 10,318 12,31 1,027 0,514 5 T-1 84,433 10,484 12,418 1,026 0,513 6 T-2 81,728 6,180 7,562 1.031 0,515

## KESIMPULAN
Telah  diperoleh  parameter  optimal untuk  pemisahan  radionuklida 95 Zr  dalam larutan PEB U 3 Si 2 /Al teriradiasi menggunakan  resin  dowex  dengan  cara kolom  penukar  anion.  Parameter  optimum yang  diperoleh  meliputi  keasaman  umpan H 2 SO 4 0,5M;  keasaman  eluen  H 2 SO 4 untuk pengelusi  1  M;  resin  dowex  dengan  berat 2,0 gram; volume umpan sebesar 50 µL dan kecepatan  alir  0,1  mL/menit.  Penggunaan parameter  tersebut  untuk  pemisahan 95 Zr pada larutan PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi  dengan  kode sampel Bottom (B), Middle (M) dan Top (T), diperoleh  rerata recovery radinuklida 95 Zr pada  energy  724,2  masing-masing  sebesar untuk B-1=75,078%;
B-2=81,401%; M-1=76,850%; M-2=83,806%;T-1= 84,433%; dan  T-2=  81,724%.  Batas  keberterimaan metode  ini  diuji  dengan  perhitungan  presisi menggunakan CV Horwitz dan CV
Repeatability . Hasil uji menunjukkan pemisahan 95 Zr  pada  energi  724,2  keV mempunyai nilai CV Repeatability lebih kecil dibandingkan dengan uji CV Horwitz, dengan demikian  dapat  disimpulkan  bahwa  metode kolom penukar anion dapat digunakan untuk pemisahan  radionuklida 95 Z dalam  PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 pasca iradiasi.

## UCAPAN TERIMAKASIH
Penulis  mengucapkan  terima  kasih kepada  Kepala  PTBBN  dan  Kepala  Bidang Uji  Radiometalurgi  yang  telah  memberikan anggaran  DIPA  2020,  dan  kepada  rekan- rekan  Fisikokimia  yang  telah  membantu hingga selesainya penelitian ini.

## DAFTAR PUSTAKA
[1].  A. B. Ginting, Supardjo, Yanlinastuti, S. Indaryati,  Boybul , “Perhitungan burn up PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 pasca iradiasi  potongan  bagian middle, “ Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Urania , vol. 25, no.2, hal.91-105, 2020.
[2].  R .  Artika,  R.  Sigit,  H.  F.  Rahmatullah, Supardjo, A. B. Ginting , “Uji tak merusak pelat  elemen  bakar  U 3 Si 2 /Al  densitas uranium  4,8  gU/cm 3 menggunakan radiografi  sinar-x  digita l,” Jurnal  Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Urania , vol. 25, no.2, hal.49-56, 2020.
[3].  A.  B.  Ginting,  Boybul,  A.  Nugroho,  D. Anggraini.,  R.  K riswarini,  “Pemisahan dan  analisis 137 Cs  dan 235 U  dalam  PEB U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi untuk penentuan burn u p, “ Jurnal Teknologi Bahan Nuklir , vol.11, no.2, 2015.
[4].  Supardjo,  H.  Nasution,  A.  Rojak,  B.  G. Susanto.,  Boybul  dan  E.  P.  Hastuti., “Percobaan  pembuatan  pelat  elemen bakar  (PEB)  U 3 Si 2 -Al  densitas  uranium 4,8 dan 5,2 g/cm3 dengan pengkayaan 19,89% 235 U  untuk  sampel  uji  iradiasi”, Prosiding Seminar Nasional Daur Bahan Bakar, 27 Agustus 2003, Serpong.
[5].  S.  Indaryati ,  “Pemilihan  beberapa  jenis pelarut  untuk  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca i radiasi”, Prosiding  Hasil  Penelitian , Pusat  Teknologi  Bahan  Bakar  Nuklir- BATAN, Serpong, 2009.
[6].  C.  Perteda,  C.  Henriquez,  J.  Merdel,  J. Klein,  G.  Navarro, “Zr-95  fuel  burn  up measurements
using gamma spectrometry  technique,”  Universidad Diego  Portales,  Santiago  de  Chile, Chile, 2004.
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul, Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)
[7].  S. K. Jung, S.J. Young, D.P. Soon, K.H. Yeong,  S.  Kyuseok ,  “Analysis  of  high burnup  pressurized  water  reactor  fuel using  uranium,  plutonium,  neodymium, and  cesium  radinuklidae  correlations with  burnup ,” Nuclear  Engineering Technology, vol. 47, pp. 924 –933, 2015.
[8].  E.  Susiantini,  M.  Setyadji, “Pemisahan Zr-Hf  dalam  asam  sulfat  dengan  resin penukar anion, J.Tek. Bhn. Nukl ., vol. 8 no. 2, hal. 67 – 122, 2012.
[9].  Yanlinastuti, S. Indaryati, Boybul, Supardjo,  A.  B.  Ginting, “Penentuan berat  radionuklida  cesium  dan  uranium dalam  pelat  elemen  bakar  U 3 Si 2 /Al densitas  4,8  gU/cm3 burn  up 40%, ”
Jurnal  Ilmiah  Daur  Bahan  Bakar  Nuklir Urania , vol. 26, no. 2, hal. 69 – 130, 2020 [10]. K.  T.  Basuki,  D.  Biyantoro, “Kinetika reaksi  pemisahan  Zr-Hf  pada  ekstraksi cair-cair  dalam  media  asam  nitrat ,” J.Tek Bhn Nuklir , vol. 7,  no. 1, hal. 1-73 2011.
[11]. E.  Susiantini, “Pembuatan  Zr  (SO 4 ) 2 .X H 2 O  melalui  jalur  zirconium  basic sulphate  (ZBS)  sebagai  umpan  pada continuous  annular  chromatography (CAC), ” J.Tek. Bhn. Nukl ., vol. 9, no. 2, hal. 55 – 113, 2013.
[12]. Yanlinastuti,  Noviarty,  I.  Haryati,  S. Fatimah, Boybul, A. B. Ginting,
“Optimasi  parameter  pemisahan  Zr dalam PEB U 3 Si 2 /Al pra iradiasi menggunakan metode kromatografi penukar  anion, Jurnal  Ilmiah  Daur Bahan Bakar Nuklir Urania, vol. 25, no.
2, hal. 71−140, 2019.
[13]. A.  R.  Utami,  L.  Mahmudah, “Verifikasi metode  pengujian  NO 2 dan  SO 4 dalam udara ambient, Jurnal Teknologi Proses dan Inovasi Industri , vol 4, no.1, 2019.
[14]. A. R. Utami” Verifikasi metode pengujian sulfat  dalam  air  dan  air  limbah  sesuai SNI  6989.20:2009 ,” Jurnal  Teknologi Proses  Dan  Inovasi  Industri ,  vol.  2,  no. 1, 2017.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 27 No. 3 Tahun 2021) 143 – 156
Optimasi Parameter Metode Pemisahan Radionuklida 95 Zr Dalam Larutan Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Teriradiasi (Yanlinastuti, Noviarty, Iis Haryati, Ariyanti Saputri, Boybul, Supardjo, Erlina Noerpitasari, Aslina Br. Ginting)

## HALAMAN INI SENGAJA DIKOSONGKAN